яд цикл

Рис. 12. Топливный цикл воспроизводства с MOX-топливом

91

Технические основы для классификации по приоритетам

Рис. 13. Классификация по приоритетам

8. Ядерные реакторы и контрольные списки

Ядерный реактор – это энергетическое устройство, в котором осуществляется контролируемая цепная реакция деления ядер делящегося материала и отвод получаемой тепловой энергии. Это определение ядерного реактора носит самый общий характер и отражает лишь физическую сущность реактора. Существуют и другие определения ядерного реактора, описывающие этот объект в терминах его конструкции, его предназначения и т. п.

В терминах режимов ядерного экспортного контроля определение ядерного реактора должно, по-видимому, охватывать реакторные системы, устройства и компоненты, которые подлежат экспортному контролю

всоответствии с законодательством, а также должно определять, что такое комплектный ядерный реактор, так как данная товарная позиция указана в контрольном списке (пункт 2.1.1 «Списка ядерных материалов», Указ Президента Российской Федерации № 202 от 14.02.1996 г.).

Исходя из этих требований и основываясь на Пояснительном замечании к пункту 2.1.1 указанного Списка, физическое определение ядерного реактора необходимо дополнить следующим образом: Реактор включает узлы, находящиеся внутри его корпуса и непосредственно приданные корпусу, а также оборудование, необходимое для его нормальной безопасной эксплуатации, аварийного охлаждения и аварийной защиты, и оборудование, контролирующее уровень мощности в активной зоне, и те его части, которые содержат теплоноситель первого контура, вступают с ним в контакт, контролируют и регулируют его.

Тем не менее, исчерпывающе точно очертить состав конструкции любого реактора каким-либо общим определением, по-видимому, невозможно, поскольку по существующим правилам границы реакторной установки уточняются для каждой АЭС Главным конструктором РУ и Генпроектировщиком.

Таким образом, определение принадлежности той или иной единицы реакторного экспорта к ядерному реактору, необходимое при анализе товара на принадлежность к пунктам 2.1, 2.8 Списка, может оказаться

вконкретном случае прерогативой технической экспертизы.

Классификация

Существует несколько классификаций реакторов.

Реакторы делятся в зависимости от средней энергии их спектра нейтронов – на быстрые, промежуточные и тепловые.

По конструктивным особенностям активной зоны – на корпусные и канальные.

По типу теплоносителя – на водяные, тяжеловодные, натриевые.

93

По типу замедлителя – на водяные, графитовые, тяжеловодные и др. Для целей гарантий МАГАТЭ реакторы подразделяются на энерге-

тические и исследовательские, а также на критические сборки.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

•водо-водяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением, (LWR, BWR, ВВЭР);

•уран-графитовые реакторы с кипящей водой (РБМК) или охлаждаемые углекислым газом;

•тяжеловодные канальные реакторы, (типа CANDU, HWR);

•жидкометаллические реакторы-размножители на быстрых нейтронах и др. («Phenix», Франция; БН-600, Россия).

Вотдельную группу могут быть отнесены исследовательские реакторы, сооружаемые для отдельных специальных экспериментальных задач, имеющие нестандартные уникальные технические характеристики.

Внекоторых случаях вырабатываемое ими тепло утилизируется для производства электроэнергии или обогрева.

Общая принципиальная схема энергоустановки с ядерным реактором представлена на рис. 14.

1

Рис. 14. Схема энергетической установки с ядерным реактором:

1 – ядерный реактор. 2 – теплообменник/парогенератор. 3 – паротурбинная установка. 4 – электрогенератор. 5 – конденсатор. 6 – насос.

Эта схема может видоизменяться в зависимости от типа реактора (например, может появиться третий контур теплообмена). Не существует какой-то одной характеристики, которая бы определяла значимость данного реактора с точки зрения распространения ядерных материалов. Каждый тип реакторов имеет свой состав реакторного оборудования и материалов, подлежащих экспортному контролю.

Основные позиции по реакторному оборудованию в Списке ядерных материалов... (Указ Президента Российской Федерации № 202 от

14.02.1996 г.) составляют:

•Комплектные ядерные реакторы.

•Корпуса ядерных реакторов.

94

•Машины для загрузки и выгрузки топлива ядерных реакторов.

•Управляющие стержни ядерных реакторов и оборудование.

•Трубы высокого давления для ядерных реакторов.

•Циркониевые трубы.

•Насосы первого контура теплоносителя.

•Внутренние части ядерных реакторов, включающие поддерживающие колонны активной зоны, каналы для топлива, тепловые экраны, перегородки, трубные решетки активной зоны и пластины диффузора.

(В пояснительном замечании к данному виду оборудования определены следующие функции внутренних частей ядерных реакторов: поддержка активной зоны, удержание сборок топлива, направление потока теплоносителя первого контура, обеспечение радиационной защиты корпуса реактора и управление оборудованием внутри активной зоны.)

•Теплообменники (парогенераторы), за исключением теплообменников аварийной системы охлаждения или системы отвода остаточного тепловыделения.

•Оборудование детектирования и измерения потока нейтронов. Основные позиции по ядерным реакторным материалам в Списке

ядерных материалов (Указ Президента Российской Федерации № 202 от

14.02.1996 г.) составляют:

Исходные материалы:

•Природный уран.

•Обедненный уран.

•Торий.

Специальные расщепляющиеся материалы:

•Плутоний-239.

•Уран-233.

•Обогащенный уран.

•Нептуний-237.

Основные позиции по неядерным реакторным материалам в Списке ядерных материалов... (Указ Президента Российской Федерации №202 от 14.02.1996 г.) составляют:

•Дейтерий и тяжелая вода.

•Ядерно-чистый графит.

Одной из статей ядерного экспорта являются технологии. В Списке ядерных материалов... они определяются как технологии, связанные со всеми включенными в разделы 1 и 2 настоящего Списка предметами. Поскольку степень связи с предметами в Списке... не оговаривается, то вопрос чувствительности конкретной технологии в неочевидных случаях также остается прерогативой технической экспертизы.

95

Исследовательские реакторы. Классификация

Для того, чтобы составить представление об исследовательских реакторах (ИР), недостаточно описать какой-то один из почти 400 ИР, существующих в мире на настоящий момент. Технических воплощений исследовательских реакторов так же много, как и прикладных задач, стоящих перед атомной промышленностью. Поэтому для общего знакомства приведём обобщённую классификацию ИР, как она принята большинством специалистов в этой области.

При определении критериев классификации исследовательских реакторов принято выделять три основных признака: назначение, уровень плотности потока нейтронов, режим работы. В то же время, в промышленном реакторостроении делают акцент на такие особенности, как: замедлитель, теплоноситель, отражатель, структура активной зоны, спектр и пр. Эти критерии также очень важны и при классификации ИР, но часто выполняют служебные функции по отношению к первым трём классификационным критериям, предъявляемым к ним.

Каждый из трёх вышеуказанных критериев классификации в свою очередь может быть разделён на три направления. Таким образом, классификационная шкала, применяемая в настоящее время к ИР, содержит 9 специфических позиций.

Назначение

Пучковые реакторы, или реакторы для физических исследований. Характеризуются наличием мишеней, детекторов, расположенных вне активной зоны реактора на выходе специально устроенных пучков нейтронов и γ-квантов. Пучки оборудованы шиберами для выключения и включения потоков нейтронов при работе реактора. Возможны эксперименты и внутри активной зоны (в максимальном потоке), но преобладают эксперименты на пучках.

Изотопные реакторы, или реакторы для производства радионуклидов. В основном, речь идёт о производстве лабораторных количеств да-

лёких трансурановых элементов, например: 237Np, 241Am, 242Cm, 252Cf (2х1013 н/см2с), 254Cf (100 кВт/см3), 242Pu и т. д.

Петлевые, или материаловедческие реакторы. Под петлёй подразумевается встроенный в реактор автономный контур охлаждения экспериментального канала с регулируемыми режимами испытаний. Используются, как правило, для анализа поведения материалов (реакторные материалы: конструкционные, теплоносители, замедлители и пр.) в интенсивных потоках нейтронов и γ-квантов. Распространены фундаментальные и прикладные исследования по радиационной химии, воздействию излучений на синтетические материалы, радиационным поврежде-

96

ниям твёрдого тела и пр. Кроме того, автономные петли (число которых может доходить до 10) позволяют моделировать условия, типичные для ядерных реакторов промышленного назначения.

Плотность потока нейтронов

Реакторы первого класса (высокопоточные). Для них характерно то, что стоимость топлива (включая производство делящегося материала и изготовление твэлов) даёт наибольший вклад в стоимость поставляемых экспериментаторам нейтронов. Характеризуются большой мощностью и обеспечивают высокую плотность потока нейтронов. Нижняя граница плотности потока нейтронов, разделяющая реакторы первого и второго класса, лежит в области 1015 нейтр/см2с.

Реакторы второго класса (со средней плотностью потока). Ядерное топливо выгорает медленнее, однако его стоимость сравнима с суммой расходов на эксплуатацию и амортизационных отчислений. Важно отметить, что реакторыэтогоклассаещёнескольколетназадсчиталисьвысокопоточными.

Реакторы третьего класса. Эти реакторы характеризует чрезвычайно малый расход топлива. Время работы твэлов сравнимо со временем морального и материального старения реактора (15–20 лет). Таким образом, затраты на топливо включаются в капитальные затраты на строительство. Для проведения опытов требуются не столько высокие потоки, сколько возможность легко менять условия проведения эксперимента. Таких реакторов много, и они разнообразны:

•учебные реакторы, используемые для проведения лабораторных

работ;

•демонстрационные (выставочные) реакторы.

При плотности потока ~ 104–105 нейтр/см2с исследовательские реакторы третьего класса граничат с критическими сборками – лабораторными установками нулевой мощности. Однако критические сборки здесь рассматриваться не будут.

Режим работы

Под режимом работы подразумевается закон изменения мощности реактора во времени, во многом определяющий его экспериментальные возможности.

Стационарные реакторы. Предназначены для продолжительной работы на любом уровне мощности, от номинального до минимально кон-

тролируемого (Nном – Nмкум.).

Импульсные реакторы. Работают в режиме мощных взрывоподобных вспышек, разделённых продолжительными интервалами времени, в течение которых реактивность отрицательна. Как правило, отсутствует система принудительного отвода тепла, выделившегося в результате вспышки. Предельный случай импульсной работы – подземный ядерный взрыв.

97

Пульсирующие реакторы. По нейтронным процессам эти установки близки к импульсным, а по тепловым – к реакторам со стационарной мощностью. Импульсы нейтронов генерируются с частотой ~102 с-1, так что распределение температур в реакторе практически не зависит от времени. К пульсирующим реакторам относятся т.н. бустеры – подкритические системы, усиливающие генерированный внешним источником импульс нейтронов.

Последовательный выбор позиций – по одному направлению из каждого определяющего классификационного критерия (назначение, уровень плотности потока нейтронов, режим работы) даст 27 комбинаций, характеризующих возможные технические решения реакторных установок исследовательского типа.

Значительная часть из 27 комбинаций (3×3×3) перечисленных выше классификационных позиций, характеризующих основные свойства исследовательских реакторов, имеет практический смысл – соответствующие аппараты либо уже построены, либо будут построены в ближайшем будущем.

Долгое время реакторы были фактически единственным типом источника нейтронов в тех случаях, когда требуются нейтронные потоки с плотностью, превышающей 109–1010 нейтр/см2с. Однако в последнее время конкуренцию реакторам, особенно импульсным исследовательским, начинают составлять нейтронные источники другого типа. Это установки на базе ускорителей заряженных частиц, оснащённые генераторами нейтронов – конверторы высокоэнергетических заряженных частиц в нейтроны (ADS – системы). В настоящее время такие объекты не внесены в контрольный список ГЯП, но вопрос об их контроле обсуждается уже на протяжении нескольких лет.

Ядерные реакторы как объект пролиферации

Рассмотрим технические проблемы экспортного контроля на примере такого важного узла ЯТЦ, как ядерные реакторы – установки, среди которых есть работающие с обогащенным ураном и/или нарабатывающие плутоний. Наиболее важное свойство – любой реактор является источником плутония, который обязательно присутствует в отработавшем ядерном топливе и может быть использован в ядерном боезаряде.

Долгое время дискутировался вопрос о возможности использования в ядерных боеприпасах (ЯБП) плутония т.н. энергетического качества, т. е. плутония с расширенным изотопным содержанием этого элемента. Утверждалось даже, что плутоний, выделенный из отработавшего топлива энергетического реактора с существенной глубиной выгорания, невозможно использовать для производства ядерного боезаряда.

98

Однако по последним исследованиям, проведённым в области оценки потенциальной опасности отработавшего ядерного топлива с точки зрения распространения ядерных материалов, плутоний практически любого изотопного состава является делящимся материалом, попадающим в высший класс опасности относительно возможности производства из него ядерных боезарядов различной степени эффективности.

Для иллюстрации этого положения приведём результаты серии расчётов критических масс сфер без отражателя методом Монте-Карло. В табл. 4 приведены результаты расчётов критических масс для основных изотопов, входящих в состав плутония т.н. энергетического качества. Результаты расчётов показали, что все изотопы (кроме Pu-242) по величине критической массы попадают в первый класс опасности из четырёх, принятых в работе. К этому классу относятся делящиеся материалы, критическая масса которыхменее50 кг.

Таблица 4

Критические массы изотопов плутония

В табл. 5 и 6 содержатся результаты расчетов критических масс оружейного и энергетического плутония разных составов, которые показывают, что все рассмотренные виды плутония также относятся к первому классу опасности.

Таблица 5

Составы икритическиемассыоружейногоиэнергетического плутония

99

Таблица 6

Составы и критические массы в зависимости от глубины выгорания

Таким образом, закрывается вопрос о якобы невозможности военного использования плутония, выделенного из отработавшего ядерного топлива атомных электростанций и исследовательских ядерных установок. Однако открытым остаётся вопрос о степени привлекательности того или иного варианта ядерного топливного цикла для потенциальных участников процесса распространения ОМП.

Оценка значимости реактора, реакторного оборудования, материалов и технологий с точки зрения распространения ядерных материалов базируется на двух основных позициях:

•заявленная цель создания реактора;

•технические характеристики реактора.

Из технических характеристик значимость реактора в отношении распространения лучше всего представляет тип используемого топлива:

•природный уран – непосредственно в оружии не применяется, но считается, что большая часть наработанного к данному моменту оружейного материала получена в тяжеловодных реакторах с этим топливом;

•низкообогащенный уран – пролиферационная опасность та же, что и у природного урана (если в стране нет обогатительной промышленности). При наличии обогатительной промышленности – является для нее более эффективным сырьем, чем природный уран.

•высокообогащенный уран или плутоний – являются материалами оружейного использования.

Такое топливо имеет пролиферационную значимость как до, так и после облучения.

Тип замедлителя в ряде случаев также играет роль индикатора значимости:

•легкая вода не является чувствительным материалом;

•тяжелая вода представляет интерес для пролиферации по двум направлениям:

100